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井田 瑞穂; 深田 智*; 古川 智弘; 平川 康; 堀池 寛*; 金村 卓治*; 近藤 浩夫; 宮下 誠; 中村 博雄; 杉浦 寛和*; et al.
Journal of Nuclear Materials, 417(1-3), p.1294 - 1298, 2011/10
被引用回数：4 パーセンタイル：26.02(Materials Science, Multidisciplinary)本報告は、現在、幅広い取組協定に基づき国際核融合材料照射施設(IFMIF)の工学実証工学設計活動(EVEDA)で実施中のターゲット系に関する日本の活動についてまとめたものである。IFMIFの流動条件及び不純物条件を模擬するEVEDAリチウム試験ループの設計及び製作準備を実施中である。この試験ループでは、F82H(低放射化フェライト鋼)及び316L(ステンレス鋼)製の2種類のターゲットアセンブリ及び交換型背面壁の熱構造の実証試験が行われる。EVEDAループでの最終的な実証に向け、高速自由表面リチウム流に適用できる計測系及びリチウム中の窒素と水素を抑制するホットトラップを試験中である。ターゲットアセンブリの遠隔操作に関しては、レーザーによる316L-316L間のリップ溶接及びF82H-316L間の異材溶接を検討中である。IFMIFターゲット系の工学設計としては、水実験,流動解析,背面壁熱構造解析,遠隔操作の検討等を実施中である。
近藤 浩夫; 古川 智弘; 平川 康; 中村 博雄*; 井田 瑞穂; 渡辺 一慶; 宮下 誠*; 堀池 寛*; 山岡 信夫*; 金村 卓治; et al.
Proceedings of 23rd IAEA Fusion Energy Conference (FEC 2010) (CD-ROM), 8 Pages, 2010/10
国際核融合材料照射施設(IFMIF)は、加速器駆動型D+Li中性子源によって核融合炉候補材料の照射試験を目的とした施設であり、加速器,リチウムターゲット及びテストセルの3つの施設から構成される。現在、幅広いアプローチ(BA)活動の中で日欧国際協力の下、IFMIFの工学実証・工学設計活動(EVEDA)が実施されている。本発表ではリチウムターゲット施設の実証試験を行うIFMIF/EVEDAリチウム試験ループ(IFMIF/EVEDA Li Test Loop)の工学設計と建設について報告する。現在、リチウム試験ループは設計及び各機器の製作、さらには据え付け工事までが終了し、2011年2月末の完成のスケジュールに合わせて電気計装設備の据付け等に移っている段階である。本発表では特に、当リチウムループの主要機器であるターゲットアッセンブリの設計と製作技術について焦点を当てたものである。
中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; Giusti, D.*; Groeschel, F.*; 堀池 寛*; et al.
Fusion Engineering and Design, 84(2-6), p.252 - 258, 2009/06
被引用回数：25 パーセンタイル：83.26(Nuclear Science & Technology)In IFMIF, target system consists of a target assembly, a Li main loop and a Li purification loop. In this paper, status of the engineering design of the IFMIF Li target system performed in 2007/2008 will be described. Major design requirement is to provide a stable Li at a speed of 10 m/s to 20 m/s. To realize stable Li flow, modification of the backplate with nearly constant radius curvature is applied. 3D thermal-hydraulic analysis of the Li target flow is in progress. By a hot trap, nitrogen concentration shall be controlled below 10 wppm. Tritium concentration shall be controlled by an yttrium hot trap below 1 wppm. The back-plate made of RAFM steel shall be used under intense neutron irradiation (50 dpa/y). To mitigate irradiation damage of the backplate, in-situ annealing up to 600
C is considered. To replace the backplate, two design options of the remote handling systems are under investigation.
中村 博雄; Agostini, P.*; 荒 邦章; Cevolani, S.*; 千田 輝夫*; Ciotti, M.*; 深田 智*; 古谷 一幸*; Garin, P.*; Gessii, A.*; et al.
Fusion Engineering and Design, 83(7-9), p.1007 - 1014, 2008/12
被引用回数：19 パーセンタイル：76.01(Nuclear Science & Technology)本報告では、国際核融合材料照射施設(IFMIF)の液体リチウム(Li)ターゲットの最近の設計について述べる。IFMIFは、核融合材料照射のための加速器型中性子源である。中性子は、重陽子ビームを液体Li流に照射して発生させる。ターゲット系の主な設計要求は、1GW/m
の熱負荷除熱のための流速10m/sから20m/sで安定なLi流を実現することである。そのため、2段絞りのノズル及び曲面流が採用され、流動特性は水とLi流実験で確証された。純化系は、コールドトラップ及び2種類のホットトラップから構成されており、トリチウム,ベリリウム7,酸素,窒素,炭素等を、許容量以下に制御する。窒素は10ppm以下に、トリチウムは1ppm以下である。また、信頼性のある長期運転のため、自由表面計測など種々の計測器が設置される。ターゲットアセンブリの背面壁は、50dpa/yの中性子照射を受けるため、遠隔操作で交換可能な構造が不可欠であり、2つの方式が検討中である。
八木 貴宏*; 三澤 毅*; Pyeon, C. H.*; 宇根崎 博信*; 代谷 誠治*; 川口 真一*; 岡嶋 成晃; 谷 和洋*
Proceedings of International Conference on the Physics of Reactors, Nuclear Power; A Sustainable Resource (PHYSOR 2008) (CD-ROM), 8 Pages, 2008/09
燃料板のギャップのような狭い空隙に中性子検出器を挿入して、リアル・タイムで高速中性子を測定するために、光ファイバーを用いた中性子検出器が開発されてきた。この検知器は、先端が中性子を検出する物質とZnS(Ag)のようなシンチレーターの混合体で覆われた光ファイバーから成る。高速中性子用の光ファイバー検出器には、中性子を検出する物質として、これまで
Thが利用されてきた。これは、Thが高速中性子と核分裂反応を起こすことを利用している。しかし、Thが核燃料物質であることから、その使用場所が限定されてしまう。そこで、本研究では、Thを利用しないで高速中性子を測定することができる新たな光ファイバー検出器を開発し、その検知器特性を調べた。検出器特性を調べるために、D-T中性子発生装置のターゲット近傍の高速中性子束分布及び高速炉臨界実験装置における高速中性子束分布測定を行い、放射化法による結果と比較した。その結果、ZnS(Ag)を用いた新たな光ファイバー検知器による高速中性子束分布測定結果は放射化法で測定した結果と一致し、ZnS(Ag)を用いた光ファイバー検知器が高速中性子測定に有効であることがわかった。
玉井 広史; 松川 誠; 栗田 源一; 林 伸彦; 浦田 一宏*; 三浦 友史; 木津 要; 土屋 勝彦; 森岡 篤彦; 工藤 祐介; et al.
Plasma Science and Technology, 6(1), p.2141 - 2150, 2004/02
被引用回数：2 パーセンタイル：6.49(Physics, Fluids & Plasmas)JT-60定常高ベータ化計画(JT-60改修計画)の最重要課題は高ベータ,臨界クラスのパラメータを持つ高性能プラズマの100秒程度以上の維持を実証することである。このため、高ベータプラズマを達成するためのプラズマパラメータや運転シナリオ,制御手法の検討を行うとともに、超伝導磁場コイルの要素技術の開発を始め、放射線遮蔽や真空容器等の設計検討及び試験開発を行い、その成立性を確認した。本発表は、以上の物理・工学設計と試験開発の進捗状況を詳述する。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Chujo, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
原型炉の経済性と環境適合性のさらなる向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉と同様に強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御を持ち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。JT-60の既存設備を最大限活用し、新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現を目指し、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という重要課題に取り組むことができるよう設計を行った。
石田 真一; 阿部 勝憲*; 安藤 晃*; Cho, T.*; 藤井 常幸; 藤田 隆明; 後藤 誠一*; 花田 和明*; 畑山 明聖*; 日野 友明*; et al.
Nuclear Fusion, 43(7), p.606 - 613, 2003/07
被引用回数：33 パーセンタイル：69.14(Physics, Fluids & Plasmas)原型炉の実現に向けて経済性と環境適合性の向上を図るため、大学等との連携協力によりJT-60を超伝導トカマクへ改修する計画を推進している。目的は、原型炉で想定されているように、強磁性体である低放射化フェライト鋼をプラズマの近くに設置して、高ベータで自発電流割合が高く、高度なダイバータ熱粒子制御をもち、ディスラプション頻度の少ない定常運転を実現することである。新たに導入する超伝導トロイダル及びポロイダル磁場コイルを用いて、主半径2.8m,プラズマ電流4MA,トロイダル磁場3.8Tの高非円形かつ高三角度配位のシングルヌル・プラズマの100秒運転を行う。既存のJT-60設備を最大限に生かし、原型炉の設計例から設定された高い達成目標の実現に向けて、高ベータプラズマ制御,高性能・高自発電流プラズマ制御,ダイバータ熱粒子制御、及びフェライト鋼のプラズマ適合性の実証という克服すべき課題に取り組むための設計を行った。
O
crystals桐山 博光; 井上 典洋*; 八木 謙一*; 永井 亨*; 青山 誠; 山川 考一
Proceedings of Conference on Lasers and Electro-Optics / Quantum Electronics and Laser Science Conference (CLEO/QELS 2002), p.CPDC6_1 - CPDC6_3, 2002/00
チタンサファイアレーザーの高出力化に向けて、その励起光源である高出力Nd:ガラスレーザーの高効率・高エネルギー第二高調波(532-nm)発生を行うために、大口径CsLiBO(CLBO)結晶を用いた波長変換器を初めて開発した。34Jの入射1064-nm Nd:ガラスレーザー光に対して25-Jの高エネルギー第二高調波光が74%と高効率で得られた。この第二高調波光のエネルギーはCLBO結晶を用いて報告されている中で世界最高値である。
平野 靖*; 笹川 勝*; 佐伯 潤*; 八木 誠*
JNC TJ9440 2000-007, 43 Pages, 2000/03
JNC-TJ9440-2000-007.pdf:1.73MB
軽水炉プルサーマル利用技術をはじめ軽水炉技術の将来動向を的確に把握し、FBR導入戦略の検討評価に適切に反映してゆく目的で、大間原子力発電所を含めABWRならびに将来導入が期待される高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向を調査し、炉心特性(酸化物ウラン燃料装荷炉心、1/3MOX燃料装荷炉心、フルMOX燃料装荷炉心)、プラント特性、経済性、技術的課題、実用化見通し時期等を整理した。ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、現行燃焼度燃料条件(取出45,000MWd/t)、及び高燃焼燃料条件(取出60,000MWd/t)で、公開コードであるSRACを用いて炉心特性データを解析評価した。これら、調査結果は炉型シナリオ評価に反映される計画である。主な成果は下記の通りである。(1)大間原子力発電所を含めABWRならびに高燃焼度BWRに関する国内外の研究開発動向について公開文献等の記載事項を調査・整理した。(2)ABWRのMOX燃料とウラン燃料に関して、取出燃焼度45,000MWd/t、及び60,000MWd/tの条件で、取出燃料の燃料組成データを評価し燃料サイクルシナリオ検討用データとしてまとめた。
神村 誠二*; 柳生 秀樹*; 望月 修*; 大西 隆雄*; 八木 敏明; 瀬口 忠男
DEI-91-131, p.11 - 19, 1991/12
原子力発電所の主要な機器の一つである電線・ケーブルの寿命を精度高く予測する方法を開発するために、妥当な促進劣化試験方法およびケーブルの非破壊診断方法の研究を行った。2種類の低圧用CVケーブル(架橋PE絶縁/PVCシース)について、使用環境の基準条件(1Gy/h,50C)での劣化速度の20倍~300倍の加速劣化を行い、機械特性の変化を調べた。また、ケーブルの劣化は開発した劣化診断装置を用い、トルク値の測定より検討した。2種類のCVケーブルについて、加速試験による加速倍率の依存性から寿命を算出できる見通しが得られた。開発した小型の劣化診断装置を用いて求めたケーブルのトルク値とシースの破断伸びの間にはよい相関が得られた。シース材の劣化がケーブルの劣化を支配するとき、本装置によって電線・ケーブルの劣化を非破壊で求めることができる。
八木 敏明; 森田 洋右; 川上 和市郎; 神村 誠二*; 柳生 秀樹*; 望月 修*; 大西 隆雄*
EIM-90-124, p.65 - 74, 1990/12
原子力発電所にとって重要な電線・ケーブルを非破壊的に診断する方法および測定装置の検討を行った。ケーブル試料に周期的なねじり歪を与え、それに応じたトルクを測定する装置を試作し、熱および逐次劣化(放射線
熱)した600V級低圧CVケーブルのトルク値と機械的特性の関係を調べた。ケーブル試料に与える歪に応じたトルク値の大きさは試料の硬さや柔らかさの程度によって変化する。本装置で求めたトルクの値と劣化ケーブルのシース材の破断伸びの間にはよい相関性が得られた。シース材の劣化がケーブルの劣化を支配するとき、本方法(歪-トルク応答)によって、電線・ケーブルの劣化状態を非破壊で定量的に求めることが出来る。
森田 洋右; 八木 敏明; 神村 誠二*; 渡辺 清*; 松山 茂樹*
日立電線, 0(9), p.77 - 82, 1990/00
核燃料サイクル関連や高速増殖炉などの新しい原子力施設で要求される10~100MGy級の超耐放射線性ケーブルを開発した。10MGy級については、絶縁体はエチレン-プロピレンゴム、シースはクロロスルホン化ポリエチレンをベースとし、耐放射線性助剤として特定の芳香族油等を添加することにより、固定用と移動用の2種類のケーブルの開発をした。100MGy級に関しては、絶縁材料として無機/有機複合系を検討し、無機はマイカ及びガラス繊維、有機成分は耐放射線性の優れたポリイミドを用い、可とう性の優れたケーブルを開発した。これらは従来にない新しいケーブルであり、多くの応用が期待される。
八木 敏明; 川上 和市郎; 神村 誠二*; 柳生 秀樹*
EIM-89-114, p.1 - 9, 1989/12
熱可塑性エラストマー(TPE)は加工が容易であることに加えて耐摩擦性等、優れた特性を持つため、電線・ケーブルをはじめ様々な分野で用途開発が進められている。本報告は耐放射線性が良いと期待されるウレタン系TPEについて、その構成成分であるポリオールの種類(エーテル系、エステル系等)およびジイソシアネード成分とポリオールの配合比が、熱可塑性ポリウレタンエラストマー(TPU)の耐放射線性にどのように影響するか調べた。エーテル系材料では、伸びの低下を指標にした場合、ジイソシアネート含有量が40数%付近に最適値を示すピークが観察された。また、ポリオールの種類により照射後のK原子の分布は著しく異なり、エーテル系、カーボネイト系は試料表面のみK原子の分布が見られる。一方、アジペート系、カプロ系、試料は試料全体に見られ、かつゲル分率は前者より小さいことが分かった。
荒 克之; 八木 秀之; 池田 英男*; 杉山 良浩*; 大村 俊次*; 森安 雅治*; 平本 誠剛*
IEEE Transactions on Magnetics, 25(5), p.3830 - 3832, 1989/09
被引用回数：2 パーセンタイル：38.67(Engineering, Electrical & Electronic)電子ビーム及びレーザービームを用いて、炭素鋼S35Cおよびオーステナイト系ステンレス鋼SUS304に磁気格子を形成することを試みた。ビームエネルギーは12W~1100Wまで変化させ、入射エネルギーと形成格子の磁気特性の関係を5.4kOeの磁界中で着磁した時の残留磁化の大きさによって評価した。また、機械硬度変化、金相変化も調べた。
荒 克之; 八木 秀之; 池田 英男*; 杉山 良浩*; 大村 俊次*; 平本 誠剛*; 森安 雅治*
MAG-89-92, p.1 - 10, 1989/04
耐熱性の磁気スケールを実現するため、SUS304などのオーステナイト系ステンレス鋼にレーザービームを照射することによって、磁気格子を形成した。振動試料型磁力計(VSM)を用いて、照射部の磁気特性を明らかにした。磁気格子の性質を制御する目的で、鋼材の表面にクロムメッキを施し、レーザービームを照射して基材へのクロムの溶融ミキシングを行い、その磁気特性を調べた。また、キューリ温度を測定し、耐熱性についても認めた。
八木 秀之; 荒 克之; 池田 英男*; 大村 俊次*; 森安 雅治*; 平本 誠剛*
MAG-88-159, p.29 - 38, 1988/10
強磁性鋼板上に電子ビーム照射によって形成した磁気格子の磁気特性を調べるために、照射部から試験片を切り出し振動試料法によって磁化特性を測定し、保磁力の変化、飽和磁化の変化を調べた。その結果は、機械硬度変化及び着磁パターンの測定結果から予想されていたものと定性的に良く一致した。炭素鋼(SPCCとS350)とマルテンサイト系ステンレス鋼(SU410)は共に照射部の磁気特性は硬化(保磁力の増大)し、着磁によって磁気が残り易くなる性質が明らかとなった。一方、フェライト系ステンレス鋼(SUS430)とInvarは逆に磁気特性が軟化(保磁力が減少)し、着磁による磁化が残りにくくなる性質を示すことが明らかになった。
荒 克之; 八木 秀之; 大村 俊次*; 池田 英男*; 平本 誠剛*; 森安 雅治*
MAG-88-79, p.25 - 33, 1988/00
電子ビーム照射によって強磁性試料上に形成された磁気格子に、ソレノイド及び電磁石によって一様着磁を行い、着磁後の試料表面より流出入する磁束の垂直成分及び水平成分を測定して、着磁パターンを調べた。
沢田 誠*; 中村 省一*; 奥田 英一*; 八木 昭*; 宮口 公秀; 遠藤 順一*
PNC TN941 84-121, 56 Pages, 1984/08
燃料破損検出設備(FFD設備)のうち遅発中性子法(DN法)には,MK―175MW第6サイクル開始頃からさまざまなノイズが発生し,同設備の運転に悪影響を与えてきた。昭和58年2月から昭和59年3月にわたる原因調査の結果,ノイズは電源部,前置増幅器(プリアンプ)部,及びケーブル部からそれぞれ発生していることが判明したため以下のノイズ対策を行った。(1)電源部・安定化電源装置(ACLINECONDITIONER)を電源ラインに設け,電源-アース間に生じていたノイズ電圧を除去した。(2)プリアンプ部・プリアンプの保護カバーがシールド箱と接触して多点アースとなっていたものを,カバーに絶縁処理を施し,多点アースを解消した。・発振防止用コンデンサを新たに設ける回路改造を行うと共に,回路内の電界効果トランジスタ(FET)の交換を行い,回路の安定性を向上させた。・検出器ケーブルコネクターでのシールド処理が不完全であったため信号が不安定で且つノイズを拾いやすい状態となっていたものを,シールド処理を施し耐ノイズ性を高めた。(3)ケーブル部・プリアンプ以降計数モニタまでの間の信号ケーブルを同軸ケーブルから光ファイバーケーブルに交換し,ノイズの誘導を防止した。(但し,ケーブルペネトレーション部等交換不可能な一部のケーブルは従来通り同軸ケーブルを使用している。)・プリアンプ・シールド箱内の高圧ケーブルに電磁遮蔽を施し,高圧ケーブルから検出器ケーブルヘのノイズ誘導を防止した。上記の対策によってノイズを除去することが出来た。本報告書はこれら一連のノイズ対策を集大成し,他設備のノイズ対策の参考に供するものである。
川妻 伸二; 船橋 英之; 八木 直人; 工藤 健治; 辻村 誠一; 福島 正
no journal, ,
原子力施設から発生する廃棄物のクリアランスに関しては、これまで多くの場で議論・討論が重ねられてきており、昨年原子炉等規制法令が改正され、原子力学会でも学会標準を策定するなどの環境整備が進められてきた。一方、再処理工場,ウラン加工工場やMOX燃料工場、さらに核燃料物質を用いた研究施設等の核燃料施設については、未だクリアランスレベルの検討がされていない状況である。特に、核燃料物質を用いた研究施設に関しては、使用開始以来数十年を経過し、その使命を終了して解体を待っている施設も少なからずある。このような状況を踏まえ、核燃料施設から発生するウラン廃棄物,TRU廃棄物に関してクリアランスの運用を考慮した場合、当該廃棄物の特徴を踏まえてどのような課題が生じ、それに対して解決策がどのようになるのかを本セッションで紹介し、広く専門家の意見を求め、将来における国の検討に資する。
中村 博雄; 井田 瑞穂; 宮下 誠; 吉田 英一; 荒 邦章; 西谷 健夫; 奥村 義和; 堀池 寛*; 近藤 浩夫*; 寺井 隆幸*; et al.
no journal, ,
幅広いアプローチのもとで国際核融合材料照射施設/工学実証工学設計活動(IFMIF/EVEDA)の液体リチウム(Li)ターゲット系タスクを、日欧の国際分担及び大学等との国内連携協力で、2007年より2013年までの計画で実施中である。Liターゲット系は、ターゲットアセンブリ,Li主ループ及びLi純化系から構成されている。Liターゲットの設計要求は、重水素ビーム入射による平均1GW/mの超高熱負荷除熱のため、最大流速20m/sで長時間安定なLi流を実現することである。そのため、EVEDA Li試験ループ,計測系,純化系,腐食損耗,遠隔操作,リチウム安全取扱い等の工学実証タスク及び工学設計タスクを実施し、最終設計報告書に取りまとめ建設に備える。本報告では、日本の活動を中心に、ターゲット系開発の現状を報告する。
